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논문 기본 정보

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학술저널
저자정보
임도영 (울산과학기술원) 방인철 (울산과학기술원)
저널정보
한국유체기계학회 한국유체기계학회 논문집 한국유체기계학회 논문집 제26권 제5호(통권 제140호)
발행연도
2023.10
수록면
44 - 52 (9page)
DOI
10.5293/kfma.2023.26.5.044

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2023

OPR1000 원전의 냉매 열수력 종합효과 실험장치 척도설계
임도영 ,  방인철 한국유체기계학회 논문집 2023.10 학술저널
OPR1000 원전의 냉매 열수력 종합효과 실험장치 척도설계
임도영 ,  방인철 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2023.07 학술대회자료

초록· 키워드

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This study presents the design and preliminary verification of URILO-II, an experimental facility developed for integral effect test of nuclear safety technologies, while also providing a platform for thermal-hydraulic training through experimentation and observation. URILO-II was modeled on the OPR1000 power plant, the most commonly operated in Korea, scaled down to 1/8 height and 1/10 diameter. The refrigerant R134a was utilized to simulate two-phase flow of OPR1000 under 26.5 bar pressure. Scaling analysis indicated that similarity for the two-phase flow was secured, but distortion in single-phase flow heat transfer and temperature distribution was identified due to the refrigerant’s low single-phase heat transfer rate. Adjustments in power or flow rate were deemed necessary for accurate accident simulations. To check scaling design values, Comparative and CFD analyses were conducted, with resulted in an 8.5 % lower pressure drop. Further research will extend preliminary verification through system code analysis.
#OPR1000(한국표준형원전) #Integral effect(종합효과) #Scaling(척도) #Refrigerant(냉매) #Two-phase flow(이상유동)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 척도설계 및 해석
3. 척도설계 평가
4. 결론
References

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